文/陳浩　中國核電工程有限公司鄭州分公司　河南鄭州　450000

1、引言

田灣核電站3、4號機組工程項目常規(guī)島廢液排放貯槽用于接收、暫存常規(guī)島產生的可能被放射性污染的廢液，且廢液排放貯槽有可能接收發(fā)生一回路泄露時的較高放射性的事故廢液。

常規(guī)島廢液排放廠房包括長54.88m，寬18m，主要包括貯槽間、泵房、控制室、更衣室和檢測間。貯槽間地面標高為-4.5m，房間高15.5m。廢液排放貯槽最大外徑11500mm；最大高度11500mm；為便于去污，槽體采用碳鋼涂漆。

貯槽的液位0點定在槽底內表面，低液位定在300mm，高液位定在9500mm，高高液位定在10300mm，溢流管中心線定在10500mm。

常規(guī)島廢液排放廠房建筑平面圖見圖1。

圖1　常規(guī)島廢液排放廠房建筑平面圖

2、采用限值

根據廠房輻射分區(qū)要求，泵房101房間、檢測間104房間、貯槽間輻射水平≤10μSv/h，控制室、更衣室輻射水平≤1μSv/h。以此劑量值作為廢液排放廠房主要房間的設計限值是合理的。

3、計算方法

廢液排放廠房的屏蔽計算采用QAD-CGA多個輻射源組合幾何點核積分程序。

QAD程序是美國洛斯阿拉莫斯科學實驗室和橡樹嶺國立實驗室研制的系列點核積分程序，以點核積分技術計算γ射線在輻射屏蔽幾何空間中的穿透。

4、源項資料

貯槽間設有1個滯留池，滯留池內設有3個廢液貯槽。正常運行工況下，其中一個貯槽接收完廢液后，進行混合、取樣分析和排放，第二個貯槽接收廢液，第三個貯槽作為備用。電站正常運行時，廠房接收的廢液為非放廢液或放射性很低。在特殊情況下（如二回路發(fā)生放射性沾污時），二回路側受沾污水（≥1000Bq/L）將輸送其中到其中一個貯槽內。

正常運行時接收廢液的源項見表2。

根據表2，二回路排放廢液中γ放射性核素以137Cs半衰期最長并且濃度也較高，其它核素濃度相對較低或者半衰期較短。因此，劑量率計算中廢液的放射性核素按137Cs考慮。

正常情況下二回路源項對應的蒸汽發(fā)生器一次側向二次側的泄露率為1kg/h，而事故情況下的泄露率為5kg/h，即事故工況下二回路主冷卻劑活度濃度應為正常情況下的5倍。

通過分析廢液排放廠房的廢液處理流程，可以知道其源項不會超過事故情況，出于保守考慮，將廢液貯槽內的廢液源項取為事故工況下的源項，并近似取表2中數值的5倍。這樣的選取也符合二回路側沾污水≥1000Bq/L的描述。

5、屏蔽計算模型

單個貯槽的最大容積為1100m3，源項考慮廢液放射性活度較高的特殊情況，即表2中數據的5倍，則單個貯槽最大存放2.459E09Bq廢液。貯槽材料為碳鋼，直徑φ11.0m，高11.5m，壁厚8mm。貯槽通過設備排氣管與貯槽間大氣相同。由于廠房中3個貯槽為2用1備的模式，根據圖2不難判斷出當圖中最右側的貯槽作為備用貯槽時，102、103的兩個房間劑量率將會最大，同時保守考慮左側2個貯槽均為裝滿廢液的情況。

滯留池容積考慮容納3個貯槽破裂后流出的放射性廢液的總體積。滯留池內設有1個地坑。地坑有效容積約2.2m3。泵房共設有3臺廢液排放泵和1臺廢液處理輸送泵。泵房一側（D軸）與管廊和廢液管溝相接，另一側（A軸）設有設備和人員通道。

因廢液排放泵、輸送泵和地坑的體積遠小于貯槽體積，計算中不考慮它們對房間內劑量的貢獻。

計算選取的劑量點見圖1。其中，A點位于兩個廢液貯槽中間；B點位于貯槽間混凝土墻外30cm處，且正對第二個廢液貯槽；C點位于貯槽間混凝土墻外30cm處，且正對A點。3個劑量點在高度方向上均位于離貯槽底部5.75m處，即貯槽中間高度上。這三個劑量點基本能代表貯槽間內、外空間的最大劑量。

貯槽間四周混凝土墻厚度均為60cm。計算中碳鋼的密度取7.0g/cm3，混凝土密度取2.2g/cm3。

6、計算結果

根據計算模型，計算出的A點劑量率為0.34μSv/h，小于綠區(qū)劑量率控制值10μSv/h；B點劑量率和C點劑量率均＜0.1μSv/h。

貯槽間外照射水平可參考A點劑量率，貯槽間相鄰房間（泵房、控制室、檢測間、更衣間）外照射水平可參考B點和C點劑量率。

結論：

結合各房間的設計限值，當廢液排放廠房內貯槽鋼殼厚8mm，廠房四周混凝土墻厚60cm時，廢液排放廠房正常運行情況下或異常運行情況下均能滿足屏蔽設計要求。屏蔽后的廠房內最大外照射劑量率為0.34μSv/h，能有效保證廠房工作人員及廠外人員的輻射安全。